Dantas et al. • Avaliação da exposição interna de pacientes de medicina nuclear
Avaliação da exposição interna de pacientes de medicina
nuclear devido à incorporação de 99Mo como impureza
radionuclídica presente em eluatos de 99mTc
B.M. Dantas, A.L.A. Dantas, E.A. Lucena, W.O. Sousa,
C.O.A. da Silva, R.S.S. Souza and B.S. Ribeiro
RESUMO
Radiofármacos marcados com 99mTc são utilizados em medicina nuclear para diagnóstico por
imagem. Dependendo da qualidade e integridade do gerador, o 99Mo pode ser extraído da coluna
no momento da eluição, aumentando a dose interna do paciente e degradando a qualidade da
imagem. Segundo a IAEA, o limite de 99Mo nos eluatos é de 0.15 microCi por miliCi 99mTc. Este
trabalho visa avaliar a exposição interna de pacientes devido à incorporação de 99Mo. Foi
realizado um levantamento da concentração de 99Mo em eluatos coletados em cinco clínicas do
Rio de Janeiro. As atividades de 99mTc e 99Mo foram determinadas, respectivamente, com
activímetro e com detector cintilador de NaI. Todos os eluatos apresentaram atividades
detectáveis de 99Mo, mas apenas uma pequena fração das amostras excedeu o limite da IAEA. A
incorporação de 99Mo foi estimada em cinco pacientes submetidos a diagnóstico com 99Tc-MDP
através de monitoração in vivo com detector NaI no Contador de Corpo Inteiro e medições in
vitro de urina com detector HPGe no laboratório de Bionálise do IRD. Todos os pacientes
apresentaram atividades detectáveis de 99Mo no corpo inteiro e na urina. As doses internas,
estimadas com base em modelos biocinéticos e dosimétricos de molibdênio sugeridos pela ICRP,
situam-se na ordem de microsieverts/exame. Verificou-se também o metabolismo do molibdênio
em presença do fármaco MDP através de estudo in vivo utilizando ratos wistar. Os animais foram
99
99
divididos em dois grupos e inoculados respectivamente com Molibdato e Mo+MDP. As
99
atividades de Mo captadas nos órgãos não apresentaram diferença significativa entre os dois
grupos, demonstrando que a presença de MDP não altera a biodistribuição. Recomenda-se que as
clínicas de medicina nuclear implementem programas rotineiros de controle de qualidade de
impurezas de 99Mo em eluatos de 99mTc.
ABSTRACT
Radiopharmaceuticals labeled with Tc are widely used in nuclear medicine for image
diagnosis. Depending on the quality and integrity of the Tc-generator, 99Mo may be extracted
from the column as a radionuclidic impurity increasing patient dose unnecessarily and degrading
image quality. The maximum concentration of 99Mo in the eluates (MBT), suggested by the
IAEA, is 0.15 microCi per miliCi of 99mTc. This work aims to evaluate internal exposure of
nuclear medicine patients due to undesired incorporation of 99Mo. A survey of 99Mo concentration
in eluate samples was carried out in five nuclear medicine centers. 99mTc and 99Mo were measured
respectively with a dose calibrator and with a NaI scintillation detector. All eluate samples
presented detectable 99Mo activities but only a small fraction exceeded the IAEA MBT limit. The
Incorporation of 99Mo by five patients submitted to diagnostic with 99Tc-MDP was evaluated
through in vivo monitoring performed with a NaI at the IRD whole body counter and urine
samples measured with a HPGe at the IRD Bioassay Laboratory. All patients presented
detectable activities of 99Mo in whole body and in urine. Bioassay results were interpreted using
the standard metabolic model of molybdenum established by the ICRP. Internal effective doses
were in the order of micro sieverts per examination. The possible modification of 99Mo standard
metabolism in the presence of MDP was investigated through a study of biodistribution using
wistar rats. Twelve animals were divided in two groups inoculated respectively 99Molibdate and
99
Mo+MDP. Uptake values did not present significant differences among the groups showing
equivalent results to the biokinetic model of molybdenum suggested by the ICRP. It is advisable
that nuclear medicine centers should implement a routine quality control of radionuclidic
99
99m
impurity of Mo in Tc eluates.
99m
Palabras claves: Exposición Interna, Medicina Nuclear, 99mTc
Instituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD/CNEN
28
[email protected]
Brasil
Revista Latinoamericana de Protección Radiológica, 2011
Dantas et al. • Avaliação da exposição interna de pacientes de medicina nuclear
INTRODUÇÃO
Apesar dos recentes avanços na área de medicina nuclear,
com o desenvolvimento de novos radionuclídeos, o 99mTc
ainda permanece como o mais utilizado para diagnóstico em
medicina nuclear, sendo aplicado em aproximadamente 80%
dos exames. O 99mTc é obtido nos laboratórios de
radiofarmácia a partir da eluição de um gerador 99Mo-99mTc. O
Molibdênio-99 (t1/2 = 66 h) decai por emissão beta para 99mTc
99
(86%) e Tc (14%),emitindo fótons de 740 e 778 keV (Fig.1)
Figura 1. Esquema de decaimento de 99Mo
99
Mo
(66.0 h)
(86%)
99m
Tc
(6.01 h)
(14%)
v
99
Tc
(2.13 x 10 y)
3
O Mo é adsorvido no gerador em alumina (óxido de
alumínio) na forma de molibdato (MoO42-). Com o
decaimento do 99Mo ele se transforma em pertecnetato
99m
( TcO4 ). Quando o eluente (solução salina) passa através da
coluna de alumina do gerador (Fig.2), o 99mTcO4- é extraído,
enquanto que o molibdênio fica retido na camada de óxido de
alumínio(1). Idealmente, a solução eluída do gerador deveria
ser livre de impurezas radionuclídicas. Entretanto é possível
a presença de 99Mo no eluato e, como consequência do
envelhecimento e possíveis defeitos de produção ou danos
causados por manipulação incorreta, o 99Mo pode,
eventualmente, ser extraído mais intensamente e tornar-se
um contaminante no eluato administrado aos pacientes.
99
Figura 2. Representação esquemática do gerador 99Mo-99mTc
A presença de 99Mo na solução do radiofármaco representa
uma dose de radiação desnecessária ao paciente. Deve-se
99
ressaltar que o coeficiente de dose efetiva interna do Mo é
99m
cerca de 50 vezes maior que a do Tc. Esta diferença é
associada à emissão de partículas beta e às altas energias dos
99
fótons emitidos pelo Mo. Além disso, dependendo da
atividade da impureza radionuclídica, a própria qualidade da
imagem do diagnóstico pode ser prejudicada.
No Brasil, os geradores de tecnécio são produzidos no IPEN
(Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares), e estão
disponíveis comercialmente na faixa de atividade de 250 a
2000 mCi (9250 a 74000 MBq). O IPEN adota em seu
Sistema de de Garantia de Qualidade o limite máximo de
impureza radionuclídica (MBT) sugerido pela IAEA(2), isto é,
0.15 kBq of 99Mo por 1 MBq of 99mTc. Por outro lado, as
Normas brasileiras de radioproteção estabelecidas pela
Comissão Nacional de Energia Nuclear, não obrigam as
clínicas a realizarem testes de controle de qualidade
rotineiros nos eluatos, o que atualmente depende apenas de
iniciativas individuais dos radiofarmacêuticos responsáveis
pela operação dos geradores de tecnécio nos Serviços de
Medicina Nuclear.
O senso comum entre os profissionais da área é de que
concentrações de impurezas superiores a 0.1% são de
ocorrência muito improvável. Entretanto, um artigo
apresentado em uma conferência sobre Física Médica no
Brasil relatou níveis de molibdênio superiores a 0.15
kBq/MBq em 7.4% das amostras de eluato analisadas, sendo
este levantamento realizado em clínicas de medicina nuclear
localizadas na cidade de Recife(3). Além disso, em estudo
preliminar realizado por Dantas et al(4) foi detectada
incorporação de 99Mo em um paciente de medicina nuclear ao
qual havia sido administrada uma dose de 20 mCi de 99TcSestamibi para realização de cintilografia cardíaca. Tais
estudos sugerem a necessidade de maior aprofundamento
neste problema.
Em face do exposto, este artigo descreve uma série de três
estudos desenvolvidos no IRD visando a elucidação das
questões relacionadas à exposição de pacientes devido à
ocorrência de impurezas radionuclídicas de 99Mo em eluatos
de 99mTc. Tais estudos compreendem três fases, a saber: (1)
realização de um levantamento de impureza radionuclídica
em serviços de medicina nuclear; (2) monitoração de um
grupo de pacientes submetidos a exames de cintilografia
óssea utilizando 99mTc-MDP e (3) verificação da biocinética
do 99Mo em presença de MDP.
Revista Latinoamericana de Protección Radiológica, 2011
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MATERIAIS E MÉTODOS
Levantamento de impurezas de 99Mo em eluatos
Foram coletadas 108 amostras de eluatos, cedidas
voluntariamente por cinco clínicas de medicina nuclear
localizadas na cidade do Rio de Janeiro. Os geradores
utilizados por estas clínicas tinham capacidade de 250, 500,
750 e 1000 mCi. As amostras eram coletadas em frascos de
eluição e as atividades de 99mTc determinadas com os
activímetros disponíveis nos próprios laboratórios de
radiofarmácia das clínicas onde os eluatos foram coletados.
Os eluatos eram, então, transportados para o Laboratório de
Monitoração In Vivo (LABMIV) do IRD, tendo seu volume
completado para 4 mL, sendo o frasco de eluição posicionado
na geometria de contagem com o detetor de cintilação
NaI(Tl)8x4, instalado no Contador de Corpo Inteiro do IRD(5)
(Figura 3). As atividades de 99Mo nos eluato eram então
corrigidas para o momento da eluição realizada na clínica,
calculando-se o parâmetro MBT, definido como a proporção
99
99m
entre as atividades de Mo e Tc.
Figure 3. Medição do frasco de eluição
com detetor NaI(Tl)8”X4”
O cálculo da dose interna dos pacientes foi executado com o
software AIDE(6) e baseou-se na atividade de 99Mo injetada,
na atividade determinada no corpo inteiro através das
monitorações in vivo e nas análises in vitro da concentração
de 99Mo nas amostras de urina. Ressalta-se que a atividade
injetada nos pacientes foi determinada previamente
medindo-se diretamente a atividade do 99Mo contida nos
frascos de eluição utilizados nas clínicas de medicina nuclear
para preparação do radiofármaco a ser administrado a cada
um dos pacientes estudados.
Biodistribuição de 99Mo
Foram utilizados 12 ratos Wistar (Rattus norvegicus), com
idades entre 4 e 6 meses, cedidos pelo biotério da Faculdade
de Ciências Médicas da Universidade Federal do Estado do
Rio de Janeiro. Os animais foram mantidos sob o mesmo
protocolo de alimentação (ração e água ad libitum),
temperatura de 22±5ºC, umidade na faixa de 45 a 65 % e
ciclos de 12 horas claro/escuro.
Os doze animais foram divididos em dois grupos, anestesiados
com tiopental de sódio a 6.7% e inoculados por injeção via
plexo ocular, respectivamente, com 0.3 mL solução de
99
Molibdato e 99Molibdato+MDP. Após decorridos os tempos
de 10 minutos para o grupo inoculado com 99Molibdato e 120
minutos para o grupo inoculado com 99Molibdato+MDP, os
animais foram sacrificados em câmara de Co2.
Os órgãos de interesse para o estudo de biodistribuição foram
separados imediatamente, pesados com precisão de 0.01g e
medidos com o sistema de detecção tipo NaI(Tl) 8x4
instalado na Unidade de Contador de Corpo Inteiro do IRD.
Monitoração de 99Mo nos pacientes
RESULTADOS
Foram monitorados cinco pacientes voluntários submetidos
a exames de cintilografia óssea com 99mTc-MDP. As
monitorações in vivo foram realizadas na Unidade de
Contador de Corpo Inteiro do IRD, de 4 a 8 dias após a
realização do exame, utilizando-se um detector de cintilação
tipo NaI(Tl)8x4. O limite de detecção da técnica é de 402 Bq
para mulheres e 408 Bq para homens.
Levantamento de impurezas no eluatos
Foram também coletadas amostras de urina de 24 horas dos
pacientes e analisadas no Laboratório de Bioanálises do IRD
utilizando-se um sistema de espectrometria gama tipo HPGe.
As atividades de 99Mo determinadas nas amostras foram
normalizadas em Bq.L-1.
30
A Tabela 1 apresenta os valores de MBT das 108 amostras de
eluatos analisadas. Todas as amostras apresentaram
99
atividades detectáveis de Mo. Deve-se ressaltar que a
grande maioria das amostras apresentaram valores de MBT
abaixo do limite de 0.15 Ci de 99Mo/mCi de 99mTc, isto é,
apenas 2 em 108 amostras (1.9%) excederam o limite
sugerido pela IAEA. Estas duas amostras foram fornecidas
por uma clínica que utiliza gerador de 750 mCi. Uma terceira
amostra em que o valor de MBT situou-se próximo ao limite
foi eluída de um gerador de 1000 mCi. Entretanto, os
resultados obtidos, não são suficientes para sugerir alguma
relação entre o MBT e o modelo de gerador.
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Baseado na determinação das atividades de 99Mo e 99mTc no
momento da eluição do gerador, é possível determinar o
tempo máximo de utilização do eluato para ser administrado
ao paciente de forma que o valor de MBT esteja abaixo dos
limites sugeridos pela IAEA.
Tabela 1 – Faixas de valores de MBT determinados nos eluatos coletados
em clínicas de medicina nuclear do Rio de Janeiro
Amostras de Eluatos
MBT (μCi 99Mo/mCi 99mTc)
82
< 0.010
7
0.011 - 0.020
8
0.021 - 0.040
6
0.041 - 0.060
2
0.060 - 0.100
1
0.144
1
0.166
1
0.245
Monitoração de pacientes
A Tabela 2 apresenta os valores de dose efetiva
comprometida estimados com base em: (1) atividades de
99
Mo determinadas nos eluatos medidos antes de serem
administrados aos pacientes (considerados como valores de
referências para efeito de comparação entre as metodologias
estudadas), (2) monitorações in vivo nos pacientes e (3)
análises radiométricas das amostras de urina.
Tabela 2 – Estimativa de dose interna dos pacientes devido à incorporação de
99
Mo presente como impureza radionuclídica em eluatos de 99mTc
Paciente
Dose efetida comprometida estimada (Sv)
Eluato
Monitoração In Vivo
Bioanálise In Vitro
DBX
2.627
7.537
10.63
DBY
1.297
1.607
7.129
DCA
0.134
0.738
2.591
DCB
0.030
0.4266
3.295
DCC
0.030
0.6474
2.179
As doses efetivas comprometidas dos pacientes variaram na
faixa de 0.03 a 2.6 Sv, utilizando o valor de referência como
base de cálculo, isto é, as atividades de 99Mo determinadas
diretamente nos eluatos. Para efeito de comparação, usandose o limite de dose de público de 1mSv ou, ainda, a dose de
4.6 mSv, devido à administração de 20 mCi de 99mTc para
exames de cintilografia óssea, conclui-se que são
desprezíveis as doses internas estimadas nos pacientes
estudados devido à incorporação de 99Mo como impureza
radionuclídica presente nos eluatos.
Revista Latinoamericana de Protección Radiológica, 2011
Biodistribuição
A Figura 4 apresenta o resultado do experimento de
biodistribuição de 99Mo administrado aos animais nas formas
99
99
de Molibdato livre e Molibdato+MDP.
Figura 4. Resultado comparativo da biodistribuição de 99Mo
Os resultados obtidos na biodistribuição são equivalentes,
em termos de atividade proporcional entre os órgãos, ao que
seria esperado de acordo com o modelo biocinético de
molibdênio sugerido pela ICRP(7). De acordo com este
modelo a maior concentração do molibdênio administrado
via injeção é captado pelo fígado e rins. Tal comportamento
foi confirmado pelos dados experimentais obtidos neste
estudo.
DISCUSSÃO
Embora o Mo tenha sido detectado tanto em eluatos quanto
nos pacientes monitorados, fato diretamente associado à alta
sensibilidade dos sistemas de detecção disponíveis no Setor
de Dosimetria Interna do IRD e utilizados neste estudo, os
valores de dose interna associados são todos relativamente
baixos, o que atesta a boa qualidade dos geradores
produzidos pelo IPEN.
99
Com relação à biocinética do 99Mo no corpo humano,
observa-se que, utilizando-se os dados de monitoração in
vivo obtidos neste estudo, a meia vida biológica calculada
para os pacientes foi de 15.7 dias, ou seja, cerca de 3.8 vezes
inferior ao valor sugerido pelo modelo da ICRP, que é de 60.3
dias. Isto significa que, de acordo com o modelo, o 99Mo seria
retido no corpo humano mais tempo do que revelado pelos
dados experimentais. É importante ressaltar que a meia vida
biológica observada neste estudo apresenta maior
concordância com os valores sugeridos em publicação mais
(8)
recente do grupo de Giussani .
O estudo de biodistribuição realizado com animais fornece
suporte adicional aos cálculos de dose interna aplicados aos
pacientes, os quais foram baseados na hipótese inicial de que
99
o Mo permanece livre, independente da presença do
31
Dantas et al. • Avaliação da exposição interna de pacientes de medicina nuclear
fármaco, seguindo assim, sem alteração, o modelo padrão de
biodistribuição disponível na literatura. Destaca-se o fato de
que, embora o fármaco MDP apresente alta afinidade pelo
tecido ósseo, sua administração em combinação com
99
Molibdato não constituiu fator importante para modificar
significativamente a biodistribuição esperada do
radionuclídeo.
Os resultados obtidos neste estudo destacam, finalmente, a
importância da implementação de procedimentos nas
clínicas de medicina nuclear no sentido de se controlar
rotineiramente a presença de 99Mo nos eluatos de 99mTc. Tais
procedimentos garantiriam a qualidade dos radiofármacos
em relação à pureza radionuclídica, reduzindo as doses
internas desnecessárias e otimizando as exposições dos
pacientes.
REFERÊNCIAS
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(5) Oliveira, C. A. N.; Lourenço, M. C.; Dantas, B. M.; Lucena, E. A. and
Laurer, G. R. The IRD/CNEN whole body counter: Background and
calibration results. Radiat. Prot. Dosm., 29(3), 203-208 (1989).
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Medicine. IAEA (2006)
32
Revista Latinoamericana de Protección Radiológica, 2011